EDN: ELPTXL
Авторы
Чертовских О.И., Белов А.А., Крячко М.В.
Организация
Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук, Москва, Россия
Чертовских О.И. – инженер. Контакты: 115191, Москва, ул. Большая Тульская, д. 52. Тел:+7 (495) 955-23-11; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Белов А.А. – научный сотрудник.
Крячко М.В. – инженер.
Аннотация
В работе представлены описание методики и результаты оценки неопределенности результатов расчета эксперимента по облучению образцов веществ на установке FNS (термоядерный источник нейтронов) японского агентства по атомной энергии. По коду BPSD выполнены расчеты нуклидной кинетики 5-минутного и 7-часового облучения и последующей выдержки образцов сталей марок SS-304, SS-316. Оценка неопределенности вычисляемых параметров проведена с помощью стохастического метода GRS. В качестве источника неопределенности была рассмотрена неопределенность исходного состава стали. Границы интервала розыгрыша содержания элементов стали, взяты из марочника ASTM A213/A213M-18. Розыгрыш содержания элемента в стали осуществлялся в предположении его равномерного распределения по интервалу.
Проведено сравнение результатов эксперимента, расчета по программе FISPACT-II и коду BPSD. Результаты оценки неопределенности концентраций значимых нуклидов, их остаточного тепловыделения и суммарного остаточного тепловыделения представлены численно и графически на интервалах активации и выдержки, полученная неопределенность активности нуклидов и общей активности представлена графически. Объясняются полученные результаты оценки неопределенностей ядерных концентраций, показаны каналы реакций важных нуклидов для цели объяснения поведения неопределенности суммарного остаточного тепловыделения.
Ключевые слова
активация стали, нуклидная кинетика, BPSD, FNS, реактор на быстрых нейтронах, GRS, неопределенность расчета, неопределенность исходных данных, SS-304, SS-316
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- НП-001-15. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций». М.: 2016. 57 c.
- Порядок проведения экспертизы программ для электронных вычислительных машин, используемых в целях построения расчетных моделей процессов, влияющих на безопасность объектов использования атомной энергии и (или) видов деятельности в области использования атомной энергии (утвержден приказом Ростехнадзора № 325 от 30.07.2018).
- РБ-166-20. Руководство по безопасности при использовании атомной энергии «Рекомендации по оценке погрешностей и неопределенностей результатов расчетных анализов безопасности атомных станций» (утверждено приказом Ростехнадзора № 288 от 30.07.2020).
- Best estimate safety analysis for nuclear power plants: uncertainty evaluation. Safety reports series, no. 52. IAEA, 2008. 199 p.
- Писарев А.Н., Колесов В.В. Исследование переноса неопределенностей в ядерных данных на ядерные концентрации нуклидов в расчетах выгорания. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2020, № 2, c. 108–121. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.2.10.
- Garcı´a-Herranz N., O. Cabellos O., Sanz J. et al. Propagation of statistical and nuclear data uncertainties in Monte Carlo burn-up calculations. Annals of Nuclear Energy, 2008, vol. 35, pp. 714–730. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2007.07.022
- Wilks S.S. Determination of Sample Sizes for Setting Tolerance Limits. The Annals of Mathematical Statistics, 1941, vol. 12, pp. 91–96.
- Уилкс С. Математическая статистика. М.: Наука, 1967. 632 c.
- Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Белоусов В.И., Чернова И.С. Модернизация программы расчета задачи нуклидной кинетики BPSD. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2018, № 4, c. 115–127. DOI 10.26583/npe.2018.4.10.
- The FISPACT-II User Manual. Tech. Rep. UKAEA-CCFE-R(18)001, CCFE, 2018.
- Radhakrishnan K.and Hindmarsh A.C. Description and use of LSODE, the Livermore solver for ordinary differential equations. Technical Report LLNL Report UCRL-ID-113855, LLNL, 1993.
- Gilbert M.R., Sublet J-Ch. Fusion decay heat validation, FISPACT-II & TENDL-2017, EAF2010, ENDF/B-VIII.0, JEFF-3.3, and IRDFF-1.05 nuclear data libraries. Tech. Rep. UKAEA-CCFE-R(18)002, CCFE, 2018.
- Eastwood J.W., Morgan J.G., Sublet J-Ch. Inventory Uncertainty Quantification using TENDL
Covariance Data in Fispact-II. Nuclear Data Sheets, 2015, vol. 123, pp. 84–91. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nds.2014.12.015.
- Белов А.А., Крячко М.В., Чертовских О.И. Расчет эксперимента по облучению конструкционных материалов в потоке термоядерных нейтронов кодом выгорания BPSD. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2021, вып. 4, с. 47–62. DOI: 10.55176/2414-1038-2021-4-47-62.
- American Society for Testing and Materials. Standart Specification for Seamless Ferritic, Austenitic Alloy-Steel Boiler, Superheater and Heat-exchanger Tubes, 2018, 14 p.
УДК 621.039:519.23
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 2, c. 32–47
